トリウム燃料サイクル

核分裂は、半減期が数日から20万年以上にも及ぶ放射性核分裂生成物を生成する。いくつかの毒性研究によると、^{[ 16 ]}トリウムサイクルはアクチニド廃棄物を完全にリサイクルし、核分裂生成物廃棄物のみを排出することができ、数百年後には、トリウム原子炉からの廃棄物は、同じ出力の軽水炉用の低濃縮ウラン燃料の製造に使用されたであろうウラン鉱石よりも毒性が低くなる可能性がある。他の研究では、アクチニドの損失がいくつか想定され、将来のある期間にはアクチニド廃棄物がトリウムサイクル廃棄物の放射能を支配することがわかっている。 ^{[ 17 ]}核変換のために提案されている核分裂生成物もあり、これにより核廃棄物の量と、それを保管しなければならない期間（深地層処分場であろうと他の場所であろうと）がさらに減少する。しかしながら、これらの反応の一部については実験室規模で基本的な実現可能性が実証されているものの、2024年現在、世界中のどこにも大規模な意図的な核分裂生成物の核変換は行われておらず、今後予定されているMYRRHA核変換研究プロジェクトは主に超ウラン元素廃棄物に焦点を当てている。さらに、一部の核分裂生成物の断面積は比較的小さく、セシウムなどの他の核分裂生成物は、核廃棄物中に安定同位体、短寿命同位体、長寿命同位体の混合物として存在するため、核変換には高価な同位体分離が必要となる。

^{原子炉では、中性子が核分裂性原子（ウランの特定の同位体など）に衝突すると、原子核を分裂させるか、捕獲されて原子を核変換します。233}の場合ウラン²³³の場合、核変換は超ウラン廃棄物ではなく有用な核燃料を生成する傾向がある。ウランは中性子を吸収すると、核分裂を起こすか、^{234になる。}U 。熱中性子の吸収による核分裂の確率は約 92% です。捕獲対核分裂比は^233です。したがって、Uは約1:12であり、これは²³⁵ の対応する捕獲対核分裂比よりも優れている。U（約1:6）、または²³⁹Puまたは²⁴¹プルトニウム（両方とも約1:3）。 ^{[ 6 ] [ 18 ]}その結果、ウラン・プルトニウム燃料サイクルを使用する原子炉よりも超ウラン廃棄物が少なくなる。

²³⁴ウランは、中性子数が偶数であるほとんどのアクチニドと同様に核分裂性ではないが、中性子捕獲によって核分裂性^{235が生成される。}核分裂性同位体が中性子捕獲で核分裂しない場合、^{236 が}生成されます。U、 ²³⁷Np、 ²³⁸プルトニウム、そして最終的には核分裂性^{239プルトニウム237}とプルトニウムのより重い同位体。ネプツニウムは廃棄物として除去・保管することも、保持してプルトニウムに変換することもできます。プルトニウムでは、さらに核分裂が起こり、残りは^{242になります。}プルトニウム、そしてアメリシウムとキュリウムが生成され、これらは廃棄物として除去されるか、さらなる核変換と核分裂のために原子炉に戻される。

しかし、²³¹Pa（半減期は3.27 × 10 ⁴ 年) は ( n ,2 n ) 反応により^{232と形成されます}Th（^{231を生成）231}に崩壊する231Pa^は超ウラン元素廃棄物ではないものの、使用済み核燃料の長期的な放射能毒性に大きく寄与している。Paは原理的には²³²に変換できるThは中性子吸収によって、中性子吸収断面積が比較的小さいため、これはかなり困難であり、おそらく非経済的です。

²³²この過程では、高速中性子と²³³の( n ,2n )反応によってUも生成される。U、²³³Pa、および²³²Th :

${\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[\beta ^{-}]{^{233}_{92}U}->[+n-2n]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n]{^{233}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{233}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n-2n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+n-2n]{^{231}_{90}Th}->[\beta ^{-}]{^{231}_{91}Pa}{\text{ }}->[+n]{^{232}_{91}Pa}->[\beta ^{-}]{^{232}_{92}U}}}\\{}\end{aligned}}}$

ほとんどの偶数重同位体とは異なり、²³²ウランは核分裂性燃料でもあり、熱中性子を吸収すると半分以上の確率で核分裂を起こす。^{[ 19 ] 232}Uは比較的短い半減期を持っています (68.9 年）、そして一部の崩壊生成物は²²⁰などの高エネルギーガンマ線を放出します。Rn、 ²¹²Bi、特に²⁰⁸Tl の崩壊系列全体、半減期、および関連するガンマ線エネルギーは以下のとおりです。

²³²ウランは²²⁸に崩壊する²³²の崩壊連鎖に加わるト

${\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\alpha] ^{228}_{90}Th}}\ &\mathrm {(68.9\ years)} \\{\ce {^{228}_{90}Th ->[\alpha] ^{224}_{88}Ra}}\ &\mathrm {(1.9\ year)} \\{\ce {^{224}_{88}Ra ->[\alpha] ^{220}_{86}Rn}}\ &\mathrm {(3.6\ day,\ 0.24\ MeV)} \\{\ce {^{220}_{86}Rn ->[\alpha] ^{216}_{84}Po}}\ &\mathrm {(55\ s,\ 0.54\ MeV)} \\{\ce {^{216}_{84}Po ->[\alpha] ^{212}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(0.15\ s)} \\{\ce {^{212}_{82}Pb ->[\beta^-] ^{212}_{83}Bi}}\ &\mathrm {(10.64\ h)} \\{\ce {^{212}_{83}Bi ->[\alpha] ^{208}_{81}Tl}}\ &\mathrm {(61\ m,\ 0.78\ MeV)} \\{\ce {^{208}_{81}Tl ->[\beta^-] ^{208}_{82}Pb}}\ &\mathrm {(3\ m,\ 2.6\ MeV)} \\{}\end{aligned}}}$

トリウムサイクル燃料は、電子機器を損傷する強力なガンマ線を放出するため、爆弾への使用が制限される^。232ウランは²³³から化学的に分離することはできない使用済み核燃料からウランが回収されるが、ウランからトリウムを化学的に分離すると崩壊生成物^{228が除去される。}Thと崩壊系列の残りの部分からの放射線は徐々に蓄積され、²²⁸Thは再蓄積する。溶融塩増殖炉を使用し、^{233を分離することによっても汚染を回避できる。233}に崩壊する前のPaU . ^{[ 3 ]} ハードガンマ線放出は放射線の危険性も生み出し、再処理中は遠隔操作が必要となる。

トリウム燃料の主な物理的利点は、低速中性子で運転される増殖炉、すなわち熱増殖炉を独自に実現できることである。^{[ 6 ]これらの原子炉は、より従来型の高速中性子増殖炉よりも単純であると考えられることが多い。結果として生じる233}の熱中性子核分裂断面積（σf _）はUは²³⁵に匹敵するUと²³⁹プルトニウムは、後者の2つの核分裂性同位体よりも捕獲断面積（ _σγ ）がはるかに小さいため、非核分裂性中性子の吸収が少なく、中性子経済性が向上します^。233中性子吸収あたりの放出中性子比（η）U は、熱スペクトルを含む広範囲のエネルギーで 2 より大きい。ウラン・プルトニウムサイクルの増殖炉は高速中性子を使用する必要がある。なぜなら、熱スペクトルでは^{239に吸収される中性子 1 個が}プルトニウムは平均して2個未満の中性子を放出する。

トリウムは地殻中にウランの約3～4倍多く存在すると推定されているが^{[ 20 ]} 、現在の埋蔵量に関する知識は限られている。トリウムの現在の需要は、モナザイト砂からの希土類元素抽出の副産物として満たされている。注目すべきは、海水に溶けているトリウムは非常に少ないため、ウランの場合のように海水抽出は現実的ではないということである。増殖炉を使用すれば、既知のトリウムとウランの資源はどちらも数千年にわたって世界規模のエネルギーを生成することができる。

トリウム系燃料は、原子炉および貯蔵施設の性能を向上させる好ましい物理的および化学的特性も示します。主要な原子炉燃料である二酸化ウラン（UO₂）と比較すると、₂ )二酸化トリウム(ThO2)₂ )融点が高く、熱伝導率が、熱膨張係数が。二酸化トリウムは化学的安定性、二酸化ウランとは異なり、それ以上酸化。 ^{[ 6 ]}

233^​トリウム燃料で生成されるウランは、 ^{232で著しく汚染されている。}提案されている原子力発電炉設計において、トリウム系使用済み核燃料は固有の核拡散抵抗性を有する^。232ウランは²³³から化学的に分離することはできないウランは、高エネルギーのガンマ線を放出する崩壊生成物を複数有しています。これらの高エネルギー光子は放射線被ばくの危険性があり、分離されたウランの遠隔操作や、そのような物質の受動的検出が必要となります。

長期的には（およそ10 ³から 従来のウラン系使用済み核燃料の放射線ハザードは、10 6 年でプルトニウムやその他のマイナーアクチニドが支配​​的となり^、その後^、長寿命核分裂生成物が再び重要な寄与因子となる。ウランは超ウラン元素を生成するのに十分であるが、 ²³²から超ウラン元素を生成するには通常5回の捕獲が必要である。トリウムサイクル燃料核の98～99%は^{233のいずれかで核分裂するだろう。}Uまたは²³⁵ウランの寿命が短いため、長寿命の超ウラン元素の生成が少なくなります。このため、トリウムは、超ウラン元素の生成を最小限に抑え、プルトニウムの破壊を最大化するために、混合酸化物（MOX）燃料におけるウランの魅力的な代替品となる可能性があります。^{[ 21 ]}

トリウムを核燃料として利用する際には、特に固体燃料炉においては、いくつかの課題が存在する。

ウランとは対照的に、天然に存在するトリウムは実質的に単核種であり、核分裂性同位体を含んでいません。核分裂性物質は一般的に²³³U、²³⁵臨界状態を達成するには、ウランまたはプルトニウムを添加する必要がある。このことと、二酸化トリウム燃料の製造に必要な高い焼結温度が、燃料製造を複雑にしている。オークリッジ国立研究所は、 1964年から1969年にかけて溶融塩炉で四フッ化トリウムを燃料として実験を行った。これは、連鎖反応を遅らせたり停止させたりする不純物から処理や分離が容易であると期待されていた。

開放燃料サイクル（つまり233^を使用）ウランをその場で使用する場合、良好な中性子経済性を達成するには、より高い燃焼度が必要となる。二酸化トリウムは、フォート・セント・ヴレイン発電所とAVRでそれぞれ170,000 MWd/tと150,000 MWd/tの燃焼度で良好な性能を示したが、^{[ 6 ]}課題により、既存の発電用原子炉の大部分を占める軽水炉（LWR）でこれを達成することは複雑になっている。

トリウム燃料のワンパスサイクルでは、トリウム系燃料はウラン系燃料に比べて長寿命の超ウラン元素の生成量がはるかに少ないが、一部の長寿命アクチニド生成物は依然として長期的な放射線影響を及ぼし、特に^{231は顕著である。}ペンシルベニア州と²³³U . ^{[ 16 ]}閉サイクルでは、²³³Uと²³¹Paは再処理可能である^。231Paは軽水炉における優れた可燃性毒物吸収剤としても考えられている。 ^{[ 22 ]}

トリウム燃料サイクルに関連するもう1つの課題は、²³²²³³まで繁殖するU . ²³³の半減期Paは約27日であり、これは²³⁹の半減期よりも桁違いに長い。Np。結果として、実質的な²³³トリウム系燃料ではPaが生成される^。233パンタンは重要な中性子吸収体であり、最終的には核分裂性²³⁵に変化するが、ウラン生成にはさらに2回の中性子吸収が必要となり、中性子効率が低下し、超ウラン元素生成の可能性が高まります。

あるいは、固体トリウムが閉鎖燃料サイクルで使用される場合、²³³ウランはリサイクルされるが、²³²の崩壊生成物から生じる高レベルの放射線のため、燃料製造には遠隔操作が必要である。U 。これは、 ²²⁸の存在により、リサイクルされたトリウムにも当てはまります。Thは²³²の一部ですウランの崩壊系列。さらに、実証済みのウラン燃料リサイクル技術（例：PUREX）とは異なり、トリウムのリサイクル技術（例：THOREX）はまだ開発段階にある。

²³²の存在にもかかわらずU は問題を複雑にし、 ²³³を示す公文書があるウランは核兵器実験で一度使用されたことがある。米国は複合ウラン^{233を実験した。}1955年のティーポット作戦中のMET（軍事効果実験）爆発では、予想よりもはるかに低い出力であったものの、U-プルトニウム爆弾のコアが使用された。 ^{[ 23 ]}

液体炉心型原子炉や溶融塩型原子炉（ LFTRなど）の支持者は、これらの技術が固体燃料型原子炉に存在するトリウムの欠点を解消すると主張している。液体炉心型フッ化物塩原子炉はこれまでに2基（ORNL AREとMSRE）しか建設されておらず、どちらもトリウムを使用していないため、正確な利点を検証することは難しい。^{[ 6 ]}

IAEA TECDOC-1450「トリウム燃料サイクル – 潜在的な利点と課題」、表1：さまざまな実験炉および発電炉におけるトリウムの利用。^{[ 6 ]}また、エネルギー情報局の「米国原子炉からの使用済み核燃料排出」、表B4：ドレスデン1集合体クラス。^{[ 25 ]}